NB/T 20687-2023 压水堆核电厂严重事故后堆芯熔融物压力容器内滞留措施要求.pdf

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ICS 27.120.20 F 65 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20687-2023 压水堆核电厂严重事故后堆芯熔融物压力 容器内滞留措施要求 Requirements for in-vessel corium retention strategy of pressurized water reactor nuclear power plant under severe accidents 2023-10-11发布 2024-04-11实施 国家能源局 发布
NB/T20687-2023 目次 前言 范围 规范性引用文件 3术语和定义 4缩略语 5总体原则.

6设计要求 7分析要求, 附录A(资料性) IVR现象描述 附录B(资料性) 相关传热关系式. 附录C(资料性) IVR稳态条件下的热工分析示例
NB/T 20687-2023 前言 本文件按照GB/T1.1-2020《标准化工作导则第1部分:标准化文件的结构和起草规则》的规定起 草.

请注意本文件的某些内容可能涉及专利.

本文件的发布机构不承担识别专利的责任.

本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出.

本文件由中国核电发展中心归口.

本文件起草单位:上海核工程研究设计院股份有限公司、中国核动力研究设计院、中国核电工程有 限公司、中广核研究院有限公司.

本文件主要起草人:郑明光,严锦泉,芦苇,曹克美,王佳赞,张琨,黄代顺,刘丽莉,王高鹏, 展德奎,陈鹏,张会勇.

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NB/T 20687-2023 压水堆核电厂严重事故后堆芯熔融物压力容器内滞留措施要求 1范围 本文件规定了用于压水堆核电厂熔融物压力容器内滞留(IVR)措施的相关要求,主要包括设计及 有效性分析的主要原则和方法.

本文件适用于压水堆核电厂熔融物压力容器内滞留(IVR)措施的设计及有效性分析.

2规范性引用文件 本文件没有规范性引用文件.

3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件.

3. 1 熔融物压力容器内滞留in-vesselcoriumretention 在严重事故工况下通过反应堆压力容器外部冷却等措施,保持反应堆压力容器完整,使得堆芯熔融 物滞留在反应堆压力容器内.

3. 2 IVR瞬态过程in-vesselretentiontransient 堆芯熔化及熔融物迁移至反应堆压力容器下封头并达到稳定的熔池结构状态前的过程.

3.3 IVR稳态in-vesselretention steady state 堆芯熔融物迁移至反应堆压力容器下封头后形成稳定的熔池结构状态.

3. 4 用于IVR的确定论分析deterministicanalysisforin-vesse!retention 选择具有包络性质的典型严重事故序列及熔池关键参数作为对象,采用经过论证的,具有一定保守 性的假设及计算方法,分析计算IVR条件下反应堆压力容器的响应,评价其完整性.

3.5 用于IVR的概率论分析probabilistic analysis for in-vesselretention 针对特定熔池结构开展基于参数概率密度分布的抽样分析,以评价IVR措施的有效性.

NB/T 20687-2023 4符号和缩略语 下述缩略语适用于本文件.

CHF:临界热流密度(Critical Heat Flux) ERVC:反应堆容器外部冷却(ExternalReactor VesselCooling) IVR:压力容器内滞留(In-Vessel Retention) RPV:反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel) 5总体原则 5.1IVR措施有效性分析范围包括IVR瞬态过程及IVR稳态,应对瞬态过程和稳态都进行论证: a)应开展瞬态过程中RPV的完整性评估.

瞬态过程中对RPV完整性构成的威胁,通常包括RPV 内蒸汽爆炸引起的压力载荷风险、熔融物与RPV壁面直接接触引起的喷射冲击威胁以及形成稳 态熔池之前可能形成的过渡态熔池结构的热负荷威胁等: b)应开展IVR稳态条件下RPV的完整性评估.

IVR稳态条件下对RPV构成的威胁通常包括壁面热 流密度过大引起的壁面烧毁风险以及由于壁面厚度减薄引起的结构风险.

5.2IVR措施的验收准则为: a)热工准则:IVR全过程中壁面各角度处热流密度应小于RPV外壁面当地的临界热流密度(CHF), 防止发生RPV熔穿: b)结构准则:IVR全过程中应保证RPV不发生结构失效.

5.3可采用最佳估算方法进行IVR措施有效性分析,包括可采用最佳估算的参数进行程序建模、采用 最佳估算程序进行分析计算等.

5.4IVR措施有效性分析中所采用的程序应经过验证和确认,并评估其适用性.

5.5对采用IVR措施的核电厂,在不影响安全运行的前提下,宜采用有利于IVR有效性的设计方案, 如:一回路降压系统、RPV外冷却流道等.

6设计要求 6.1一回路卸压系统设计 6.1.1应设计可靠的一回路卸压系统来支持IVR措施的成功实施,需系统性配置相关的软硬件,如: 触发逻辑、支持电源、阀门设备等.

6.1.2应保证该系统具备足够的卸压能力,逾免因一回路内压过大导致的RPV结构失效.

6.2ERVC系统设计 6.2.1应设计可靠的ERVC系统来支持IVR的成功实施,需系统性配置相关的软硬件,如触发逻辑、支 持电源、泵阀设备等.

6.2.2ERVC可采用能动、非能动或二者结合的形式,应设计合理的注水起始时间、注水速率等,熔融 物进入下封头后,保证RPV外壁面有足够带热能力.

6.2.3ERVC系统需具备长期带出熔池衰变热的能力.

6.2.4ERVC系统设计时应考虑在IVR措施投运下可用,保证流道进出口及本体的通畅,避免局部带热 能力下降.

6.3反应堆设计

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